МЕТОД КВАЛІФІКАЦІЇ ПАСИВНИХ СИСТЕМ БЕЗПЕКИ МОДУЛЬНИХ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ З ТЕЧАМИ КОНТУРІВ ЦИРКУЛЯЦІЇ

Володимир Скалозубов; Євген Письменний; Вадим Кондратюк; Сергій Косенко; Валерій Коньшин

doi:10.20535/1813-5420.1.2023.276002

Автор(и)

Володимир Скалозубов Міжвідомчий центр фундаментальних наукових досліджень в галузі енергетики та екології НАН України, «Одеської політехніки» та Мінекології України, Україна https://orcid.org/0000-0003-2361-223X
Євген Письменний Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0001-6403-6596
Вадим Кондратюк Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0001-5035-311X
Сергій Косенко Міжвідомчий центр фундаментальних наукових досліджень в галузі енергетики та екології НАН України, «Одеської політехніки» та Мінекології України, Україна https://orcid.org/0000-0002-7082-5644
Валерій Коньшин Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0003-2591-3589

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2023.276002

Ключові слова:

кваліфікація, система безпеки, модульний ядерний реактор

Анотація

Модульні реактори малої потужності є перспективним напрямком підвищення безпеки ядерної енергетики, тому що управління аваріями в модульних реакторах здійснюється тільки пасивними системами безпеки (без електронасосів). Критичними для безпеки модульних реакторів є аварії з порушенням герметичності контурів природної циркуляції пасивних систем безпеки. Основні обмеження застосування традиційних підходів моделювання аварій детерміністськими кодами для кваліфікації надійності та працездатності пасивних систем безпеки модульних реакторів пов’язані з можливістю виникнення негативних ефектів «різниці кодів» і «різниці користувачів кодами», а також необґрунтованістю результатів верифікації/валідації кодів. Розроблено оригінальний метод кваліфікації на забезпечення умов безпеки пасивних систем безпеки модульного реактора малої потужності Westinghouse (SMR) в умовах аварій з порушенням герметичності контурів природної циркуляції. Прийняті в розробленому методі допущення забезпечують консервативність результатів кваліфікації. На основі попередньої розрахункової кваліфікації контурів природної циркуляції пасивних систем безпеки SMR установлено, що для відносних розмірів теч, більших за 5 % від прохідного перетину трубопроводів, може відбуватися порушення умов безпеки та осушення активної зони менш ніж через 24 години з початку аварії. Необхідною є модернізація SMR щодо систем діагностики теч контурів природної циркуляції пасивних систем безпеки та ізоляції пошкоджених ділянок контурів.

Посилання

ADVANCES IN SMALL MODULAR REACTOR TECHNOLOGY DEVELOPMENTS. 2020 Edition A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS) . https://aris.iaea.org/Publications/SMR_Book_2020.pdf

Handbook of Small Modular Nuclear Reactors / Second Ed. by D. Ingersoll, M. Carelli. Elsevier: Woodhead Publishing Series in Energy, 2020. 646 p.

Ilyas M., Aydogan F. Steam generator performance improvements for integral small modular reactors. Nuclear Engineering and Technology. 2017. V. 49, Iss. 8. P. 1669 – 1679.

Fuelling the Westinghouse SMR. Nuclear Engineering International. 24 October 2013. https://www.neimagazine.com/features/featurefueling-the-westinghouse-smr/

Ferroni P. Westinghouse’s main thermal-hydraulic facilities and testing. NSUF/GAIN Thermal-hydraulics workshop (13 July 2017) WAAP-10487. Westing-house Electric Company, 2017.

Smith M. C., Wright R. F. Westinghouse Small Modular Reactor passive safety system response to postulated events. ICAPP '12: Proc. of the 2012 Interna-tional Congress on Advances in Nuclear Power Plants (Chicago, United States, 24 – 28 Jun 2012). American Nuclear Society, 2012. P. 1001 – 1006.

Considering the Application of a Graded Approach, Defence-in-Depth and Emergency Planning Zone Size for Small Modular Reactors: Pilot Project Report. SMR Regulators’ Forum (January 2018).

IAEA International Fact Finding Expert Mission of the Fukushima Dai-Ichi NPP Accident Following the Great East Japan Earthquake and Tsunami: IAEA Mis-sion Report. IAEA, 2011. 160 р.

. Arkhangelskyi K.L., Mykhasyuk S.R. Analysis of the shortcomings of the Fukushima-Dai-Ichi NPP project following the consequences of a serious accident in the light of further strengthening of the safety of Ukraine's NPPs. Nuclear & Radiation Safety . 2011. № 3(51). P. 9 – 14.

The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations: Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety. Government of Japan, Nuclear Emergency Response Headquarters, 2011. http://www.iaea.org/newscenter/focus/fukushima/japan-report

The complex of methods of reassessment of the safety of atomic energy of Ukraine taking into account the lessons of environmental disasters in Chernobyl and Fukushima / Ed. V. I. Skalozubova. Odessa: Astroprint,2013. 242 p.

Skalozubov V., Kozlov I., Chulkin O., Komarov Yu., Piontkovskyi O. Analysis of reliability-critical hydraulic impact conditions at WWER-1000 NPP active safety systems. Nuclear & Radiation Safety. 2019. No. 1(81). P. 42 – 45.

Skalozubov V., Bilous N., Pirkovskiy D., Kozlov I., Komarov Yu., Chul-kin O. Water hammers in transonic modes of steam-liquid flows in NPP equipment. Nuclear & Radiation Safety. 2019. No. 2(82). P. 46 – 49.